Ядерный реактор

Эта статья требует внимания эксперта по данной теме . См. Подробности на странице обсуждения . При размещении этого тега рассмотрите возможность связывания этого запроса с WikiProject . ( Октябрь 2020 г. )

Ядро CROCUS , небольшого ядерного реактора, используемого для исследований в EPFL в Швейцарии

Ядерный реактор , ранее известный как атомная куча , это устройство , используемое для инициирования и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции . Ядерные реакторы используются на атомных электростанциях для выработки электроэнергии и в ядерных морских силовых установках . Тепло от ядерного деления передается рабочему телу (воде или газу), которое, в свою очередь, проходит через паровые турбины . Они либо приводят в движение гребные винты корабля, либо вращают валы электрических генераторов . В принципе, ядерный пар может использоваться для промышленного тепла или для централизованного теплоснабжения.. Некоторые реакторы используются для производства изотопов для медицинского и промышленного использования или для производства оружейного плутония . По данным МАГАТЭ, по состоянию на начало 2019 года в мире эксплуатируются 454 ядерных энергетических реактора и 226 ядерных исследовательских реакторов. ^{[1] [2] [3]}

Операция [ править ]

Подобно тому, как традиционные тепловые электростанции вырабатывают электричество, используя тепловую энергию, выделяемую при сжигании ископаемого топлива , ядерные реакторы преобразуют энергию, выделяемую в результате управляемого ядерного деления, в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механическую или электрическую форму.

Деление [ править ]

Когда большое делящееся атомное ядро, такое как уран-235 или плутоний-239, поглощает нейтрон, оно может подвергнуться ядерному делению. Тяжелое ядро ​​распадается на два или более легких ядра ( продукты деления ), выделяя кинетическую энергию , гамма-излучение и свободные нейтроны . Часть этих нейтронов может поглощаться другими делящимися атомами и запускать дальнейшие события деления, которые высвобождают больше нейтронов, и так далее. Это известно как цепная ядерная реакция .

Чтобы контролировать такую ​​ядерную цепную реакцию, управляющие стержни, содержащие нейтронные яды и замедлители нейтронов, могут изменять долю нейтронов, которая будет вызывать дальнейшее деление. ^[4] Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для отключения реакции деления, если мониторинг обнаруживает небезопасные условия. ^[5]

Выработка тепла [ править ]

Активная зона реактора вырабатывает тепло несколькими способами:

• Кинетическая энергия продуктов деления преобразуется в тепловую энергию , когда эти ядра сталкиваются с соседними атомами.
• Реактор поглощает часть гамма-лучей, образующихся при делении, и преобразует их энергию в тепло.
• Тепло образуется в результате радиоактивного распада продуктов деления и материалов, которые были активированы поглощением нейтронов . Этот источник остаточного тепла будет оставаться в течение некоторого времени даже после остановки реактора.

Килограмм урана-235 (U-235), преобразованный в ядерных процессах, высвобождает примерно в три миллиона раз больше энергии, чем килограмм угля, сжигаемый обычным способом (7,2 × 10 ¹³ джоулей на килограмм урана-235 по сравнению с 2,4 × 10 ⁷ джоулей на килограмм каменный уголь). ^{[6] [7] [ оригинальное исследование? ]}

Охлаждение [ править ]

Теплоносителя реактора ядерно - обычно в воде , но иногда газ или жидкий металл (например , жидкий натрий или свинец) или расплавленной соли - циркулирует мимо активной зоны реактора для поглощения тепла , что он генерирует. Тепло отводится от реактора и затем используется для производства пара. В большинстве реакторных систем используется система охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипятиться для получения пара под давлением для турбин , как в реакторе с водой под давлением . Однако в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипятится непосредственно в активной зоне реактора ; например реактор с кипящей водой . ^[8]

Контроль реактивности [ править ]

Скорость реакций деления в активной зоне реактора можно регулировать, контролируя количество нейтронов, способных вызывать дальнейшие события деления. Ядерные реакторы обычно используют несколько методов нейтронного контроля для регулирования выходной мощности реактора. Некоторые из этих методов возникают естественным образом из физики радиоактивного распада и просто учитываются во время работы реактора, в то время как другие представляют собой механизмы, встроенные в конструкцию реактора для определенной цели.

Самый быстрый метод регулировки уровней нейтронов, вызывающих деление, в реакторе - это перемещение управляющих стержней . Управляющие стержни сделаны из нейтронных ядов и поэтому поглощают нейтроны. Когда регулирующий стержень вводится глубже в реактор, он поглощает больше нейтронов, чем материал, который он вытесняет - часто замедлитель. Это действие приводит к уменьшению количества нейтронов, вызывающих деление, и снижает выходную мощность реактора. И наоборот, извлечение стержня управления приведет к увеличению скорости деления и увеличению мощности.

Физика радиоактивного распада также влияет на популяцию нейтронов в реакторе. Одним из таких процессов является испускание запаздывающих нейтронов рядом изотопов деления, богатых нейтронами. Эти запаздывающие нейтроны составляют около 0,65% от общего количества нейтронов, образующихся при делении, а оставшаяся часть (так называемые « мгновенные нейтроны ») выделяются сразу после деления. Продукты деления, которые производят запаздывающие нейтроны, имеют период полураспада для своего распада за счет испускания нейтронов, который варьируется от миллисекунд до нескольких минут, поэтому требуется значительное время, чтобы точно определить, когда реактор достигает критической точки. Ведение реактора в зоне , где реакционная способность цепи запаздывающие нейтроны являются необходимымдостижение состояния критической массы позволяет механическим устройствам или людям-операторам управлять цепной реакцией в «реальном времени»; в противном случае время между достижением критичности и ядерным расплавом в результате экспоненциального скачка мощности в результате нормальной ядерной цепной реакции было бы слишком коротким, чтобы позволить вмешательство. Эта последняя стадия, когда запаздывающие нейтроны больше не требуются для поддержания критичности, известна как мгновенная критическая точка. Существует шкала для описания критичности в числовой форме, в которой чистая критичность известна как ноль долларов, а мгновенная критическая точка равна одному доллару , а другие точки в процессе интерполируются в центах.

В некоторых реакторах теплоноситель также действует как замедлитель нейтронов . Замедлитель увеличивает мощность реактора, заставляя быстрые нейтроны, которые высвобождаются при делении, терять энергию и превращаться в тепловые нейтроны. Тепловые нейтроны с большей вероятностью вызывают деление, чем быстрые нейтроны . Если охлаждающая жидкость является замедлителем, то изменения температуры могут повлиять на плотность охлаждающей жидкости / замедлителя и, следовательно, изменить выходную мощность. Хладагент с более высокой температурой будет менее плотным и, следовательно, менее эффективным замедлителем.

В других реакторах теплоноситель действует как яд, поглощая нейтроны так же, как управляющие стержни. В этих реакторах выходная мощность может быть увеличена за счет нагрева теплоносителя, что делает его менее плотным ядом. Ядерные реакторы , как правило, автоматические и ручные системы для Катись реактора в аварийном отключении. Эти системы вводят в реактор большое количество яда (часто бор в форме борной кислоты ), чтобы остановить реакцию деления, если обнаруживаются или ожидаются небезопасные условия. ^[9]

Большинство типов реакторов чувствительно к процессу, известному как отравление ксеноном или йодная яма . Обычный продукт деления ксенон-135, образующийся в процессе деления, действует как нейтронный яд, который поглощает нейтроны и, следовательно, имеет тенденцию останавливать реактор. Накопление ксенона-135 можно контролировать, поддерживая достаточно высокие уровни мощности, чтобы уничтожить его за счет поглощения нейтронов так же быстро, как он производится. При делении также образуется йод-135., который, в свою очередь, распадается (с периодом полураспада 6,57 часов) до нового ксенона-135. Когда реактор останавливается, йод-135 продолжает распадаться до ксенона-135, что затрудняет перезапуск реактора на день или два, поскольку ксенон-135 распадается на цезий-135, который не так опасен, как ксенон. 135, с периодом полураспада 9,2 часа. Это временное состояние и есть «йодная яма». Если реактор обладает достаточной дополнительной реакционной способностью, его можно перезапустить. Поскольку дополнительный ксенон-135 превращается в ксенон-136, который в гораздо меньшей степени является нейтронным ядом, в течение нескольких часов реактор испытывает «переходный процесс выгорания ксенона (мощности)». Управляющие стержни должны быть дополнительно вставлены, чтобы заменить поглощение нейтронов потерянным ксеноном-135. Несоблюдение такой процедуры было ключевым шагом в чернобыльской катастрофе .^[10]

Реакторы, используемые в ядерных морских силовых установках (особенно атомных подводных лодках ), часто не могут работать на непрерывной мощности круглосуточно, так же, как обычно работают наземные энергетические реакторы, и, кроме того, часто требуется очень долгий срок службы активной зоны без дозаправки . По этой причине во многих конструкциях используется высокообогащенный уран, но в топливных стержнях содержится выгорающий нейтронный яд. ^[11] Это позволяет конструировать реактор с избытком делящегося материала, который, тем не менее, становится относительно безопасным на ранних этапах цикла сжигания топлива реактора за счет присутствия поглощающего нейтроны материала, который позже заменяется обычно образующимися долгоживущими нейтронными ядами (далеко дольше, чем ксенон-135), которые постепенно накапливаются в течение срока службы топливной нагрузки.

Производство электроэнергии [ править ]

Энергия, выделяющаяся в процессе деления, генерирует тепло, часть которого может быть преобразована в полезную энергию. Распространенным методом использования этой тепловой энергии является использование ее для кипячения воды для производства пара под давлением, который затем приводит в действие паровую турбину, которая включает генератор переменного тока и вырабатывает электричество. ^[9]

Ранние реакторы [ править ]

Нейтрон был обнаружен в 1932 году британский физик Джеймс Чедвик . Понятие ядерной цепной реакции , вызванной ядерными реакциями , опосредованных нейтроны впервые было реализовано вскоре после этого, по венгерской ученого Силард , в 1933 году он подал заявку на патент на свою идею простого реактора в следующем году во время работы в Адмиралтействе в Лондон. ^[12] Однако идея Сциларда не включала идею ядерного деления как источника нейтронов, так как этот процесс еще не был обнаружен. Идеи Сциларда для ядерных реакторов, использующих нейтронные цепные ядерные реакции в легких элементах, оказались несостоятельными.

Вдохновением для создания нового типа реактора, использующего уран, стало открытие Лизой Мейтнер , Фриц Штрассманн и Отто Ханом в 1938 году того факта, что бомбардировка урана нейтронами (обеспечиваемая реакцией синтеза альфа-на-бериллия, « нейтронной гаубицей ») дает остаток бария , который, как они полагали, был образован в результате деления ядер урана. Последующие исследования в начале 1939 года (одно из них, проведенные Сцилардом и Ферми) показали, что во время деления также высвободилось несколько нейтронов, что сделало возможной цепную ядерную реакцию, которую Сцилард предвидел шесть лет назад.

2 августа 1939 года Альберт Эйнштейн подписал письмо президенту Франклину Д. Рузвельту (написанное Сцилардом), в котором предполагалось, что открытие деления урана может привести к разработке «чрезвычайно мощных бомб нового типа», что послужит толчком для изучения реакторов. и деление. Сцилард и Эйнштейн хорошо знали друг друга и работали вместе несколько лет назад, но Эйнштейн никогда не думал об этой возможности для ядерной энергии, пока Сцилард не сообщил ему об этом в начале своих поисков письма Эйнштейна-Сциларда, чтобы предупредить правительство США. .

Вскоре после этого гитлеровская Германия вторглась в Польшу в 1939 году, начав Вторую мировую войну в Европе. США официально еще не находились в состоянии войны, но в октябре, когда ему было доставлено письмо Эйнштейна-Сциларда, Рузвельт прокомментировал, что цель проведения исследования заключалась в том, чтобы убедиться, что «нацисты не взорвут нас». Затем последовал ядерный проект в США, хотя и с некоторой задержкой, поскольку оставался скептицизм (частично от Ферми), а также незначительные действия со стороны небольшого числа официальных лиц в правительстве, которым изначально было поручено продвигать проект.

В следующем году правительство США получило меморандум Фриша-Пайерлса из Великобритании, в котором говорилось, что количество урана, необходимое для цепной реакции, намного меньше, чем считалось ранее. Меморандум был разработан комитетом MAUD , который работал над британским проектом атомной бомбы, известным как Tube Alloys , который позже будет включен в Манхэттенский проект .

В конце концов, первый искусственный ядерный реактор, Chicago Pile-1 , был построен в Чикагском университете командой под руководством итальянского физика Энрико Ферми в конце 1942 года. К этому времени на программу в течение года оказывалось давление со стороны США. в войну. Чикагская свая достигла критического уровня 2 декабря 1942 года ^[13] в 15:25. Опорная конструкция реактора была сделана из дерева, которая поддерживала груду (отсюда и название) графитовых блоков, в которые были заложены «псевдосферы» или «брикеты» из природного оксида урана.

Вскоре после Чикагской сваи, начиная с 1943 года , американские военные разработали ряд ядерных реакторов для Манхэттенского проекта . Основной целью крупнейших реакторов (расположенных на Хэнфордском объекте в Вашингтоне ) было массовое производство плутония для ядерного оружия. Ферми и Сцилард подали заявку на патент на реакторы 19 декабря 1944 года. Его выдача была отложена на 10 лет из-за секретности военного времени. ^[14]

«Первая в мире атомная электростанция» - это заявление, сделанное на вывесках на месте EBR-I , которое сейчас является музеем недалеко от Арко, штат Айдахо . Первоначально называвшаяся «Чикагская куча-4», она проводилась под руководством Уолтера Зинна для Аргоннской национальной лаборатории . ^[15] Этот экспериментальный LMFBR, эксплуатируемый Комиссией по атомной энергии США, произвел 0,8 кВт в ходе испытаний 20 декабря 1951 года ^[16] и 100 кВт (электрический) на следующий день ^[17], имея проектную мощность 200 кВт (электрический).

Помимо использования ядерных реакторов в военных целях, были политические причины для использования атомной энергии в гражданских целях. Президент США Дуайт Эйзенхауэр произнес свою знаменитую речь « Атом для мира» в Генеральной Ассамблее ООН 8 декабря 1953 года. Эта дипломатия привела к распространению реакторной технологии в учреждениях США и во всем мире. ^[18]

Первой атомной электростанцией гражданского назначения была Обнинская АЭС АМ-1 , запущенная 27 июня 1954 года в Советском Союзе . Он произвел около 5 МВт (электрическая).

После Второй мировой войны американские военные искали другие способы применения технологии ядерных реакторов. Исследования Армии и ВВС так и не увенчались успехом; тем не менее, ВМС США добились успеха, когда 17 января 1955 года перебросили на атомную станцию USS Nautilus (SSN-571).

Первая коммерческая атомная электростанция, Calder Hall в Селлафилде , Англия, была открыта в 1956 году с начальной мощностью 50 МВт (позже 200 МВт). ^{[19] [20]}

Первый переносной ядерный реактор «Alco PM-2A» использовался для выработки электроэнергии (2 МВт) для Camp Century с 1960 по 1963 год ^[21].

Типы реакторов [ править ]

•   PWR: 277 (63,2%)
•   BWR: 80 (18,3%)
•   ГКЛ: 15 (3,4%)
•   PHWR: 49 (11,2%)
•   LWGR: 15 (3,4%)
•   FBR: 2 (0,5%)

Количество реакторов по типам (на конец 2014 г.) ^[22]

•   PWR: 257,2 (68,3%)
•   BWR: 75,5 (20,1%)
•   GCR: 8,2 (2,2%)
•   PHWR: 24,6 (6,5%)
•   LWGR: 10,2 (2,7%)
•   FBR: 0,6 (0,2%)

Чистая электрическая мощность (ГВт) по типу (конец 2014 г.) ^[22]

Классификации [ править ]

По типу ядерной реакции [ править ]

Все коммерческие энергетические реакторы основаны на делении ядер . Обычно они используют уран и плутоний, образующийся из его продуктов, в качестве ядерного топлива , хотя также возможен ториевый топливный цикл . Реакторы деления можно условно разделить на два класса, в зависимости от энергии нейтронов, которые поддерживают цепную реакцию деления :

• Реакторы на тепловых нейтронах (самый распространенный тип ядерных реакторов) используют замедленные или тепловые нейтроны для поддержания деления своего топлива. Практически все существующие реакторы относятся к этому типу. Они содержат замедлитель нейтронов материалы, медленные нейтроны , пока их температура нейтронов будет термализуются , то есть, пока их кинетическая энергия не приближается к средней кинетической энергии окружающих частиц. Тепловые нейтроны имеют гораздо более высокое сечение (вероятность) деления делящихся ядер урана-235 , плутония-239 и плутония-241., И относительно меньшая вероятность захвата нейтронов от урана-238 (U-238) по сравнению с более быстрыми нейтронами , которые первоначально в результате деления, что позволяет использовать низкообогащенный уран или даже природный уран топлива. Замедлитель часто также является охлаждающей жидкостью , обычно водой под высоким давлением для повышения температуры кипения . Они окружены корпусом реактора , контрольно-измерительными приборами для контроля и управления реактором, радиационной защитой и защитной оболочкой .
• Реакторы на быстрых нейтронах используют быстрые нейтроны, чтобы вызвать деление топлива. Они не имеют замедлителя нейтронов и используют теплоносители с меньшим замедлением. Поддержание цепной реакции требует топлива , чтобы быть более высоко обогащенного в делящегося материала (около 20% или более) из - за относительно низкой вероятности деления по сравнению захвата U-238. Реакторы на быстрых нейтронах могут производить меньше трансурановых отходов, поскольку все актиниды расщепляются быстрыми нейтронами ^[23].но их сложнее построить и дороже в эксплуатации. В целом быстрые реакторы менее распространены, чем тепловые реакторы в большинстве приложений. Некоторые из первых электростанций были реакторами на быстрых нейтронах, как и некоторые российские силовые установки. Строительство прототипов продолжается (см. Реакторы на быстрых нейтронах или реакторы поколения IV ).

В принципе, термоядерная энергия может быть произведена путем ядерного синтеза таких элементов, как изотоп дейтерия водорода . Несмотря на то, что это постоянная обширная тема исследований, по крайней мере, с 1940-х годов, самоподдерживающийся термоядерный реактор для выработки электроэнергии никогда не был построен.

Автор материала модератора [ править ]

Используется в тепловых реакторах:

• Реакторы с графитовым замедлителем
• Реакторы с водяным замедлителем
  • Реакторы на тяжелой воде (используются в Канаде, ^[24] Индии, Аргентине, Китае, Пакистане, Румынии и Южной Корее). ^[25]
  • Реакторы с легководным замедлителем (LWR). В легководных реакторах (наиболее распространенный тип тепловых реакторов) для смягчения и охлаждения реакторов используется обычная вода. ^[24] При рабочей температуре , если температура воды увеличивается, ее плотность падает, и меньшее количество нейтронов, проходящих через нее, замедляется достаточно, чтобы вызвать дальнейшие реакции. Эта отрицательная обратная связь стабилизирует скорость реакции. Графитовые и тяжеловодные реакторы, как правило, подвергаются более тщательной термализации, чем легководные реакторы. Из-за дополнительной термализации эти типы могут использовать природный уран / необогащенное топливо.
• Реакторы с замедлителем легких элементов.
  • Реакторы на расплавах солей (MSR) замедляются легкими элементами, такими как литий или бериллий, которые входят в состав солей LiF и BeF ₂ теплоносителя / топливной матрицы .
  • В реакторах с жидкометаллическим охлаждением , например в реакторах , в которых теплоносителем является смесь свинца и висмута, может использоваться BeO в качестве замедлителя.
• Реакторы с органическим замедлителем (OMR) используют бифенил и терфенил в качестве замедлителя и теплоносителя.

По охлаждающей жидкости [ править ]

• Реактор с водяным охлаждением. Они составляют подавляющее большинство действующих ядерных реакторов: по состоянию на 2014 год 93% ядерных реакторов в мире имеют водяное охлаждение, что обеспечивает около 95% всех ядерных генерирующих мощностей в мире. ^[22]
  • Реакторы с водой под давлением (PWR) Реакторы с водой под давлением составляют подавляющее большинство всех западных атомных электростанций.
    • Основная характеристика PWR - компенсатор давления, специализированный сосуд высокого давления . Большинство коммерческих PWR и военно-морских реакторов используют компенсаторы давления. Во время нормальной работы компенсатор давления частично заполнен водой, и над ним поддерживается паровой пузырь за счет нагрева воды погружными нагревателями. Во время нормальной работы компенсатор давления соединен с корпусом высокого давления первичного реактора (КРД), а «пузырек» компенсатора давления обеспечивает пространство для расширения для изменений объема воды в реакторе. Это устройство также обеспечивает средства регулирования давления в реакторе за счет увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе давления с помощью нагревателей компенсатора давления.
    • Реакторы с тяжелой водой под давлением - это подмножество реакторов с водой под давлением, в которых используется изолированный контур теплопередачи под давлением, но тяжелая вода используется в качестве теплоносителя и замедлителя для большей экономии нейтронов, которую он предлагает.
  • Реактор с кипящей водой (BWR)
    • BWR характеризуются кипящей водой вокруг топливных стержней в нижней части корпуса высокого давления первого реактора. Реактор с кипящей водой использует в качестве топлива ²³⁵ U, обогащенный диоксидом урана. Топливо собрано в стержни, размещенные в стальном сосуде, погруженном в воду. Ядерное деление заставляет воду закипать, образуя пар. Этот пар поступает по трубам в турбины. Турбины приводятся в движение паром, и в этом процессе вырабатывается электричество. ^[26] Во время нормальной работы давление регулируется количеством пара, поступающего из корпуса реактора в турбину.
  • Реактор со сверхкритической водой (SCWR)
    • SCWR - это концепция реактора поколения IV, в которой реактор работает при сверхкритическом давлении, а вода нагревается до сверхкритического флюида, который никогда не претерпевает перехода в пар, но ведет себя как насыщенный пар для питания парогенератора .
  • Реактор бассейнового типа может относиться к реакторам открытого бассейна ^{[ сомнительно - обсудить ],} которые охлаждаются водой, но не следует путать с LMFBR бассейнового типа с натриевым охлаждением.
  • Некоторые реакторы охлаждались тяжелой водой, которая также служила замедлителем. Примеры включают:
    • Первые реакторы CANDU (в более поздних версиях используется тяжелый водяной замедлитель, но легкий водяной теплоноситель)
    • Исследовательские реакторы класса DIDO
• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем . Поскольку вода является замедлителем, ее нельзя использовать в качестве теплоносителя в быстром реакторе. Жидкометаллические теплоносители включали натрий , NaK , свинец, эвтектику свинец-висмут , а в первых реакторах - ртуть .
  • Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
  • Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
• Реакторы с газовым охлаждением охлаждаются циркулирующим газом. На коммерческих атомных электростанциях углекислый газ обычно используется, например, на нынешних британских АЭС AGR и ранее на ряде британских, французских, итальянских и японских станций первого поколения. Также использовались азот ^[27] и гелий, причем гелий считается особенно подходящим для высокотемпературных конструкций. Использование тепла варьируется в зависимости от реактора. На промышленных атомных электростанциях газ пропускается через теплообменник для производства пара для паровой турбины. Некоторые экспериментальные конструкции нагреваются до такой степени, что газ может напрямую приводить в действие газовую турбину.
• Реакторы с расплавом солей (MSR) охлаждаются за счет циркуляции расплава соли, обычно эвтектической смеси фторидных солей, такой как FLiBe . В типичном MSR охлаждающая жидкость также используется в качестве матрицы, в которой растворяется делящийся материал.
• В органических ядерных реакторах в качестве теплоносителя используются органические жидкости, такие как бифенил и терфенил, а не вода.

По поколениям [ править ]

• Реактор поколения I (первые прототипы, такие как Атомная электростанция Шиппорт , исследовательские реакторы, некоммерческие реакторы для производства энергии)
• Реактор поколения II (самые современные атомные электростанции , 1965–1996 гг.)
• Реактор поколения III (эволюционное усовершенствование существующих конструкций, 1996 г. - настоящее время)
• Реактор поколения III + (эволюционное развитие реакторов поколения III, обеспечивающее повышение безопасности по сравнению с реакторами поколения III, с 2017 г. по настоящее время) ^[28]
• Реактор поколения IV (технологии все еще находятся в разработке; дата запуска неизвестна, возможно, 2030 год) ^[29]
• Реакторы поколения V: реакторы, которые являются чисто теоретическими и не являются предметом интенсивных исследований.

В 2003 году Французский комиссариат по атомной энергии (CEA) первым упомянул типы «Gen II» в Неделе нуклеоники . ^[30]

Первое упоминание о «поколении III» было в 2000 году в связи с запуском планов Международного форума « Поколение IV» (GIF).

«Gen IV» было названо в 2000 году Министерством энергетики США за разработку новых типов растений. ^[31]

По фазе топлива [ править ]

• На твердом топливе
• На жидком топливе
  • Водный гомогенный реактор
  • Реактор с расплавленной солью
• Газовое топливо (теоретическое)

По форме сердечника [ править ]

• Кубический
• Цилиндрический
• Восьмиугольный
• Сферический
• Плита
• Кольцо

По использованию [ править ]

• Электричество
  • Атомные электростанции, включая малые модульные реакторы
• Двигательная установка, см. Ядерная двигательная установка
  • Ядерная морская двигательная установка
  • Различные предлагаемые формы ракетного двигателя
• Другое использование тепла
  • Опреснение
  • Тепло для бытового и промышленного отопления
  • Производство водорода для использования в водородной экономике
• Производственные реакторы для трансмутации элементов
  • Реакторы-размножители способны производить больше делящегося материала, чем они потребляют во время цепной реакции деления (путем преобразования фертильного U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). Таким образом, реактор-размножитель урана после запуска можно заправлять природным или даже обедненным ураном , а реактор-размножитель тория можно заправлять торием ; однако требуется первоначальный запас делящегося материала. ^[32]
  • Создание различных радиоактивных изотопов , таких как америций для использования в детекторах дыма , а также кобальт-60, молибден-99 и другие, используемые для визуализации и лечения.
  • Производство материалов для ядерного оружия, таких как оружейный плутоний.
• Предоставление источника нейтронного излучения (например, с помощью импульсного устройства Godiva ) и позитронного излучения ^{[ необходимо пояснение ]} (например, нейтронно-активационный анализ и датирование калий-аргоном ^{[ необходимо пояснение ]} )
• Исследовательский реактор : Обычно реакторы используются для исследований и обучения, испытаний материалов или производства радиоизотопов для медицины и промышленности. Они намного меньше, чем энергетические реакторы или двигатели, и многие из них находятся в университетских городках. Действуют около 280 таких реакторов в 56 странах мира. Некоторые работают на высокообогащенном урановом топливе, и международные усилия предпринимаются для замены низкообогащенного топлива. ^[33]

Современные технологии [ править ]

• Реакторы с водой под давлением (PWR) [замедлитель: вода высокого давления; охлаждающая жидкость: вода под высоким давлением]

В этих реакторах используется корпус высокого давления для хранения ядерного топлива, регулирующих стержней, замедлителя и теплоносителя. Горячая радиоактивная вода, выходящая из сосуда высокого давления, проходит через парогенератор, который, в свою очередь, нагревает вторичный (нерадиоактивный) контур воды до пара, который может запускать турбины. Они составляют большинство (около 80%) современных реакторов. Это реактор на тепловых нейтронах , новейшие из которых - российский ВВЭР-1200 , японский усовершенствованный реактор с водой под давлением , американский AP1000 , китайский реактор под давлением Hualong и франко-германский европейский реактор под давлением . Все реакторы ВМС США относятся к этому типу.

• Реакторы кипящей воды (BWR) [замедлитель: вода низкого давления; теплоноситель: вода низкого давления]

BWR похож на PWR без парогенератора. Более низкое давление охлаждающей воды позволяет ей кипеть внутри сосуда высокого давления, производя пар, который запускает турбины. В отличие от PWR, здесь нет первичного и вторичного контура. Тепловой КПД этих реакторов может быть выше, они могут быть проще и даже потенциально более стабильными и безопасными. Это реактор на тепловых нейтронах, новейшими из которых являются усовершенствованный реактор с кипящей водой и упрощенный экономичный реактор с кипящей водой .

• Реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR) [замедлитель: тяжелая вода высокого давления; теплоноситель: тяжелая вода высокого давления]

Канадская конструкция (известная как CANDU ), очень похожая на PWR, но использующая тяжелую воду . Хотя тяжелая вода значительно дороже, чем обычная вода, она имеет большую нейтронную экономию (создает большее количество тепловых нейтронов), что позволяет реактору работать без оборудования для обогащения топлива . Вместо использования одного большого сосуда высокого давления, как в PWR, топливо содержится в сотнях напорных трубок. Эти реакторы работают на природном уране и представляют собой реакторы на тепловых нейтронах. PHWR можно заправлять топливом на полной мощности, что делает их очень эффективными в использовании урана (это позволяет точно контролировать поток в активной зоне). CANDU PHWR были построены в Канаде, Аргентине., Китай, Индия , Пакистан , Румыния и Южная Корея . Индия также эксплуатирует ряд реакторов PHWR, часто называемых «производными от CANDU», построенных после того, как правительство Канады прекратило ядерные переговоры с Индией после испытания ядерного оружия « Улыбающийся Будда» в 1974 году .

Игналинская атомная электростанция - типа РБМК (закрыто 2009)

• Реактор Большой Мощности Канального ( РБМК ) [замедлитель: графит; охлаждающая жидкость: вода под высоким давлением]

Советский дизайн, РБКИ в некоторых отношениях сходны с CANDU в том , что они заправляемые при работе на мощность и используют конструкцию трубки давление вместо сосуда высокого давления PWR стиля. Однако, в отличие от CANDU, они очень нестабильны и велики, из-за чего здания содержания для них дороги. В конструкции РБМК также был выявлен ряд критических недостатков безопасности, хотя некоторые из них были исправлены после чернобыльской катастрофы.. Их главная привлекательность - использование легкой воды и необогащенного урана. По состоянию на 2021 год 9 остаются открытыми, в основном благодаря повышению безопасности и помощи международных агентств по безопасности, таких как Министерство энергетики. Несмотря на эти улучшения безопасности, реакторы РБМК по-прежнему считаются одной из наиболее опасных конструкций используемых реакторов. Реакторы РБМК были размещены только на территории бывшего Советского Союза .

• Реактор с газовым охлаждением (GCR) и усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR) [замедлитель: графит; охлаждающая жидкость: диоксид углерода]

Эти конструкции имеют более высокий тепловой КПД по сравнению с PWR из-за более высоких рабочих температур. Есть ряд действующих реакторов этой конструкции, в основном в Соединенном Королевстве, где была разработана эта концепция. Старые конструкции (например, станции Magnox ) либо закрыты, либо будут остановлены в ближайшем будущем. Однако ожидаемый срок службы AGR составит еще 10–20 лет. Это реактор на тепловых нейтронах. Затраты на вывод из эксплуатации могут быть высокими из-за большого объема активной зоны реактора.

• Жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах (LMFBR) [замедлитель: нет; охлаждающая жидкость: жидкий металл]

Эта полностью немодерируемая конструкция реактора производит больше топлива, чем потребляет. Говорят, что они «размножают» топливо, потому что они производят делящееся топливо во время работы из-за захвата нейтронов . Эти реакторы могут работать так же, как PWR с точки зрения эффективности, и не требуют значительной защиты под высоким давлением, поскольку жидкий металл не нужно поддерживать под высоким давлением даже при очень высоких температурах. Эти реакторы представляют собой реакторы на быстрых нейтронах , а не на тепловых нейтронах. Эти реакторы бывают двух типов:

Со свинцовым охлаждением

Использование свинца в качестве жидкого металла обеспечивает отличную защиту от излучения и позволяет работать при очень высоких температурах. Кроме того, свинец (в основном) прозрачен для нейтронов, поэтому меньше нейтронов теряется в теплоносителе, и теплоноситель не становится радиоактивным. В отличие от натрия, свинец в основном инертен, поэтому риск взрыва или аварии меньше, но такие большие количества свинца могут быть проблематичными с точки зрения токсикологии и утилизации. Часто в реакторе этого типа используется эвтектическая смесь свинец-висмут . В этом случае висмут может вызвать незначительные радиационные проблемы, поскольку он не так прозрачен для нейтронов и может быть преобразован в радиоактивный изотоп с большей легкостью, чем свинец. Российская подводная лодка класса Альфа использует свинцово-висмутовый реактор на быстрых нейтронах в качестве основной энергетической установки.

С натриевым охлаждением

Большинство LMFBR относятся к этому типу. ТОПАЗ , БН-350 и БН-600 в СССР; Superphénix во Франции; и Ферми-I в США были реакторами этого типа. Натрий относительно легко получить и работать с ним, и ему также удается фактически предотвратить коррозию различных частей реактора, погруженных в него. Однако натрий сильно взрывается при контакте с водой, поэтому следует соблюдать осторожность, но такие взрывы не будут более сильными, чем (например) утечка перегретой жидкости из реактора с водой под давлением. В реакторе Monju в Японии произошла утечка натрия в 1995 году, и его нельзя было перезапустить до мая 2010 года. EBR-I, первый реактор с расплавлением активной зоны в 1955 году также был реактором с натриевым охлаждением.

• Реакторы с галечным слоем (PBR) [замедлитель: графит; теплоноситель: гелий]

В них используется топливо, отформованное в керамические шары, а затем через шары циркулирует газ. В результате получается эффективный, не требующий обслуживания, очень безопасный реактор с недорогим стандартизованным топливом. Прототипом был AVR, а HTR-10 работает в Китае, где разрабатывается HTR-PM . Ожидается, что HTR-PM станет первым реактором поколения IV, который будет введен в эксплуатацию. ^[34]

• Реакторы на расплавах солей (MSR) [замедлитель: графит; охлаждающая жидкость: расплав солевой смеси]

Они растворяют топливо во фторидных солях или используют фторидные соли в качестве охлаждающей жидкости. Они обладают множеством функций безопасности, высокой эффективностью и высокой удельной мощностью, подходящей для транспортных средств. Примечательно, что у них нет в активной зоне высокого давления или легковоспламеняющихся компонентов. Прототипом был MSRE , в котором также использовался ториевый топливный цикл . В качестве реактора-размножителя он перерабатывает отработавшее топливо, извлекая как уран, так и трансурановые соединения, оставляя только 0,1% трансурановых отходов по сравнению с обычными прямоточными легководными реакторами, работающими на урановом топливе, которые используются в настоящее время. Отдельная проблема - это радиоактивные продукты деления, которые не подлежат переработке и должны быть утилизированы, как и обычные реакторы.

• Водный гомогенный реактор (AHR) [замедлитель: легкая или тяжелая вода высокого давления; охлаждающая жидкость: легкая или тяжелая вода под высоким давлением]

В этих реакторах в качестве топлива используются растворимые ядерные соли (обычно сульфат урана или нитрат урана ), растворенные в воде и смешанные с теплоносителем и замедлителем. По состоянию на апрель 2006 г. в эксплуатации находилось всего пять AHR. ^[35]

Будущие и развивающиеся технологии [ править ]

Усовершенствованные реакторы [ править ]

На разных стадиях разработки находится более десятка перспективных конструкций реакторов. ^[36] Некоторые из них являются развитием вышеописанных конструкций PWR , BWR и PHWR , некоторые - более радикальные отклонения. К первым относятся усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), два из которых сейчас работают, а другие находятся в стадии строительства, а также запланированные пассивно безопасные экономичные упрощенные реакторы с кипящей водой (ESBWR) и блоки AP1000 (см. Программу Nuclear Power 2010 ).

• Интегральный быстрый реактор (ППП) был построен, испытан и оценивали в течение 1980 - х годов , а затем удалился под администрации Клинтона в 1990 - е годы в связи с политикой ядерного нераспространения администрации. Переработка отработавшего топлива - это основа его конструкции, поэтому при этом образуется лишь часть отходов современных реакторов. ^[37]
• Реактора галька слоя , A с газовым охлаждением реактора при высокой температуре (HTGCR), разработан таким образом , высокие температуры уменьшают выходную мощность доплеровского уширениянейтронного сечения топлива. В нем используется керамическое топливо, поэтому его безопасные рабочие температуры превышают диапазон температур снижения мощности. Большинство конструкций охлаждаются инертным гелием. Гелий не подвергается паровым взрывам, сопротивляется поглощению нейтронов, приводящему к радиоактивности, и не растворяет загрязнители, которые могут стать радиоактивными. Типичные конструкции имеют больше слоев (до 7) пассивной защиты, чем легководные реакторы (обычно 3). Уникальной особенностью, которая может способствовать безопасности, является то, что топливные шары фактически образуют механизм активной зоны и заменяются один за другим по мере старения. Конструкция топлива делает его переработку дорогостоящей.
• Маленький, запечатанный, транспортабельный, автономный реактор (SSTAR) в настоящее время главным образом исследован и разработан в США, задумана как быстрый реактор нейтронов , который пассивно безопасен и может быть удалено выключить в случае возникает подозрение , что это подделка.
• Чистый и экологически безопасного Advanced Reactor (ЦЕЗАРЬ) представляет собой концепцию , ядерный реактор , который использует пар в качестве замедлителя - этот дизайн еще находится в разработке.
• Реактор уменьшенной умеренности воды опирается на реакторе с кипящей водой Advanced (ABWR) , который в настоящее время используется, это не полный быстрый реактор вместо того, чтобы, используя в основном надтепловой нейтроны , которые находятся между тепловыми и быстрыми нейтронами в скорости.
• Водорода замедлителем саморегулирующийся модуль атомной электростанции (НРМ) представляет собой конструкцию реактора , вытекающих из Национальной лаборатории в Лос - Аламосе , который использует гидрид урана в качестве топлива.
• Подкритические реакторы более безопасны и стабильны, но создают ряд технических и экономических трудностей. Одним из примеров является усилитель Energy .
• Реакторы на основе тория. В реакторах, специально разработанных для этой цели, можно превратить торий-232 в U-233. Таким образом, торий, которого в четыре раза больше, чем урана, можно использовать для образования ядерного топлива U-233. ^[38] Считается, что U-233 обладает более благоприятными ядерными свойствами по сравнению с традиционно используемым U-235, включая лучшую нейтронную экономию и меньшее образование долгоживущих трансурановых отходов.
  • Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) - Предлагаемый ядерный энергетический реактор с тяжеловодным замедлителем, который будет проектом следующего поколения типа PHWR. В стадии разработки в Центре атомных исследований имени Бхабхи (BARC), Индия.
  • КАМИНИ - уникальный реактор, использующий в качестве топлива изотоп урана-233. Построен в Индии BARC и Центром атомных исследований Индиры Ганди ( IGCAR ).
  • Индия также планирует построить реакторы на быстрых нейтронах с топливным циклом торий-уран-233. Испытательный реактор на быстрых нейтронах (FBTR), действующий в Калпаккаме (Индия), использует плутоний в качестве топлива и жидкий натрий в качестве хладагента.
  • Китай, контролирующий месторождение Cerro Impacto , имеет реактор и надеется заменить угольную энергию ядерной. ^[39]

Rolls-Royce стремится продавать ядерные реакторы для производства синтетического топлива для самолетов. ^[40]

Реакторы поколения IV [ править ]

Реакторы поколения IV представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов, которые в настоящее время исследуются. Обычно ожидается, что эти конструкции не будут доступны для коммерческого строительства до 2030 года. Текущие реакторы, эксплуатируемые во всем мире, обычно считаются системами второго или третьего поколения, при этом системы первого поколения были выведены из эксплуатации некоторое время назад. Исследование этих типов реакторов было официально начато Международным форумом поколения IV (GIF) для достижения восьми технологических целей. Основные цели заключаются в повышении ядерной безопасности, повышении устойчивости к распространению, минимизации отходов и использования природных ресурсов, а также в снижении затрат на строительство и эксплуатацию таких станций. ^[41]

• Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением
• Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
• Реактор с расплавленной солью
• Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
• Реактор со сверхкритической водой
• Очень высокотемпературный реактор

Реакторы поколения V + [ править ]

Реакторы поколения V - это конструкции, которые теоретически возможны, но в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются. Хотя некоторые реакторы поколения V потенциально могут быть построены с использованием текущих или ближайших технологий, они не вызывают особого интереса по причинам экономики, практичности или безопасности.

• Реактор с жидкой активной зоной. Ядерный реактор с жидкой активной зоной с замкнутым контуром , в котором делящимся материалом является расплавленный уран или раствор урана, охлаждаемый рабочим газом, закачиваемым через отверстия в основании защитной оболочки.
• Газовый реактор . Версия ракеты с ядерной лампочкой с замкнутым контуром , где делящимся материалом является газообразный гексафторид урана, содержащийся в сосуде из плавленого кварца. Рабочий газ (например, водород) обтекает этот сосуд и поглощает УФ-свет, образующийся в результате реакции. Эта конструкция реактора могла также функционировать как ракетный двигатель , как показано в научно-фантастическом романе Гарри Харрисона 1976 года Skyfall . Теоретически использование UF ₆ в качестве рабочего топлива напрямую (а не в качестве ступени к одной, как это делается сейчас) означало бы более низкие затраты на переработку и очень маленькие реакторы. На практике работа реактора с такой высокой плотностью мощности, вероятно, приведет к неуправляемому нейтронному потоку , ослабляя большинствоматериалы реактора , и, следовательно, поскольку поток будет аналогичен тому, который ожидается в термоядерных реакторах, потребуются материалы, аналогичные материалам, выбранным Международной лабораторией по облучению термоядерных материалов .
  • Газовый реактор ЭМ. Как в реакторе с газовой активной зоной, но с фотоэлектрическими решетками, преобразующими УФ-свет напрямую в электричество. ^[42] Этот подход аналогичен экспериментально подтвержденному фотоэлектрическому эффекту , который преобразует рентгеновские лучи, генерируемые в результате анейтронного синтеза, в электричество, пропуская фотоны высокой энергии через массив проводящих фольг для передачи части своей энергии электронам, энергии фотона захватывается электростатически, подобно конденсатору . Поскольку рентгеновские лучи могут проходить через материал гораздо большей толщины, чем электроны, для поглощения рентгеновских лучей необходимы сотни или тысячи слоев. ^[43]
• Реактор осколочного деления . Осколочный реактор деления - это ядерный реактор, который вырабатывает электричество за счет замедления ионного пучка побочных продуктов деления вместо использования ядерных реакций для генерации тепла. Таким образом, он обходит цикл Карно и может достичь КПД до 90% вместо 40–45%, достигаемых эффективными тепловыми реакторами с турбинным приводом. Пучок ионов осколков деления будет проходить через магнитогидродинамический генератор для выработки электричества.
• Гибридный ядерный синтез . Будет использовать нейтроны, испускаемые термоядерным синтезом, для деления бланкета из плодородного материала , такого как U-238 или Th-232, и преобразования отработавшего ядерного топлива / ядерных отходов другого реактора в относительно более безопасные изотопы.

Термоядерные реакторы [ править ]

В принципе, управляемый термоядерный синтез можно использовать на термоядерных электростанциях для выработки энергии без сложностей обращения с актинидами , но остаются значительные научные и технические препятствия. Было построено несколько термоядерных реакторов, но только недавно реакторы смогли высвободить больше энергии, чем количество энергии, использованное в процессе. Несмотря на то, что исследования начались в 1950-х годах, коммерческий термоядерный реактор не ожидается раньше 2050 года. Проект ИТЭР в настоящее время возглавляет усилия по использованию термоядерной энергии.

Ядерный топливный цикл [ править ]

Тепловые реакторы обычно зависят от очищенного и обогащенного урана . Некоторые ядерные реакторы могут работать на смеси плутония и урана (см. MOX ). Процесс, с помощью которого урановая руда добывается, обрабатывается, обогащается, используется, возможно, перерабатывается и удаляется, известен как ядерный топливный цикл .

Менее 1% урана, обнаруженного в природе, представляет собой легко расщепляемый изотоп U-235, и в результате для большинства конструкций реакторов требуется обогащенное топливо. Обогащение включает увеличение процентного содержания U-235 и обычно выполняется с помощью газовой диффузии или газовой центрифуги . Затем обогащенный результат превращается в порошок диоксида урана , который прессуется и обжигается в форме таблеток. Эти таблетки укладываются в трубы, которые затем герметизируются и называются топливными стержнями . Многие из этих топливных стержней используются в каждом ядерном реакторе.

В большинстве коммерческих реакторов BWR и PWR используется уран, обогащенный примерно до 4% по U-235, а некоторые коммерческие реакторы с высокой нейтронной экономией вообще не требуют обогащения топлива (то есть в них можно использовать природный уран). По данным Международного агентства по атомной энергии, в мире существует не менее 100 исследовательских реакторов, работающих на высокообогащенном (оружейном / 90% -ном) уране. Риск кражи этого топлива (потенциально используемого в производстве ядерного оружия) привел к кампаниям, выступающим за конверсию этого типа реактора на низкообогащенный уран (который представляет меньшую угрозу распространения). ^[44]

Делящийся U-235 и неделящийся, но расщепляющийся и воспроизводящийОба U-238 используются в процессе деления. U-235 расщепляется тепловыми (т. Е. Медленно движущимися) нейтронами. Тепловой нейтрон движется с той же скоростью, что и окружающие его атомы. Поскольку все атомы колеблются пропорционально своей абсолютной температуре, тепловые нейтроны имеют наилучшую возможность расщепить U-235, когда он движется с такой же колебательной скоростью. С другой стороны, U-238 с большей вероятностью захватит нейтрон, когда нейтрон движется очень быстро. Этот атом U-239 скоро распадется на плутоний-239, который является еще одним топливом. Pu-239 - это жизнеспособное топливо, и его необходимо учитывать даже при использовании высокообогащенного уранового топлива. Деление плутония будет преобладать над делением U-235 в некоторых реакторах, особенно после того, как начальная загрузка U-235 закончится. Плутоний расщепляется как быстрыми, так и тепловыми нейтронами,что делает его идеальным как для ядерных реакторов, так и для ядерных бомб.

Большинство существующих конструкций реакторов представляют собой тепловые реакторы и обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель означает, что он замедляет нейтрон до тепловой скорости) и в качестве теплоносителя. Но в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах используется какой-то другой тип теплоносителя, который не сильно замедляет или замедляет нейтроны. Это позволяет преобладать быстрым нейтронам, которые могут эффективно использоваться для постоянного пополнения запасов топлива. Просто поместив дешевый необогащенный уран в такую ​​активную зону, неделящийся U-238 превратится в Pu-239, «воспроизводящее» топливо.

В ториевом топливном цикле торий-232 поглощает нейтрон в быстром или тепловом реакторе. Бета -торий-233 распадается на протактиний -233 , а затем на уран-233 , который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238 , торий-232 является плодородным материалом .

Заправка ядерных реакторов [ править ]

Количество энергии в резервуаре ядерного топлива часто выражается в «днях работы на полной мощности», то есть количестве 24-часовых периодов (дней), в течение которых реактор должен работать на полной мощности для производства тепла. энергия. Количество дней работы на полной мощности в рабочем цикле реактора (между перерывами в перегрузке) связано с количеством делящегося урана-235 (U-235), содержащегося в топливных сборках в начале цикла. Более высокий процент U-235 в активной зоне в начале цикла позволит реактору проработать большее количество дней на полной мощности.

В конце рабочего цикла топливо в некоторых сборках «израсходовано», поскольку в реакторе вырабатывается мощность от 4 до 6 лет. Это отработавшее топливо выгружается и заменяется новыми (свежими) тепловыделяющими сборками. ^{[ необходима цитата ]} Хотя эти тепловыделяющие сборки считаются «отработанными», они содержат большое количество топлива. ^{[ необходима цитата ]} На практике именно экономика определяет срок службы ядерного топлива в реакторе. Задолго до того, как произойдет все возможное деление, реактор не может поддерживать 100% полную выходную мощность, и, следовательно, доход коммунального предприятия снижается по мере снижения выходной мощности станции. Большинство атомных станций работают с очень низкой рентабельностью из-за накладных расходов, в основном из-за нормативных затрат, поэтому работа на мощности ниже 100% экономически нецелесообразна в течение длительного времени. ^{[ необходима цитата ]} Доля активной зоны реактора, заменяемая во время перегрузки топлива, обычно составляет одну треть, но зависит от того, как долго станция работает между перегрузками. Заводы обычно работают с циклами заправки топливом 18 месяцев или циклами заправки топливом 24 месяца. Это означает, что 1 дозаправка, заменяющая только одну треть топлива, может поддерживать ядерный реактор на полной мощности в течение почти 2 лет. ^{[ необходима цитата ]} Утилизация и хранение этого отработавшего топлива - один из наиболее сложных аспектов эксплуатации коммерческой атомной электростанции. Эти ядерные отходы очень радиоактивны, и их токсичность представляет опасность на протяжении тысяч лет. ^[26] После выгрузки из реактора отработавшее ядерное топливо перемещается в бассейн отработавшего топлива на площадке. Бассейн для отработавшего топлива - это большой бассейн с водой, который обеспечивает охлаждение и защиту отработавшего ядерного топлива. ^{[ необходима цитата ]} После некоторого спада энергии (примерно 5 лет) топливо можно переместить из топливного бассейна в контейнеры с сухой защитой, которые можно безопасно хранить в течение тысяч лет. После загрузки в сухие экранированные контейнеры, контейнеры хранятся на месте в специально охраняемом помещении в непроницаемых бетонных бункерах. Местные хранилища топлива спроектированы таким образом, чтобы выдерживать удары коммерческих авиалайнеров с минимальным повреждением отработавшего топлива или его отсутствием. Среднее хранилище топлива на площадке может вместить 30 лет отработавшего топлива в пространстве меньше футбольного поля. ^{[ необходима цитата ]}

Не все реакторы нужно останавливать для перегрузки топлива; например, реакторы с галечным слоем , реакторы РБОК , расплавленные реакторы соли , Магнокс , AGR и CANDU реакторы позволяют топливу быть сдвинуты через реактор во время его работы. В реакторе CANDU это также позволяет размещать отдельные тепловыделяющие элементы внутри активной зоны реактора, которые лучше всего подходят для количества U-235 в тепловыделяющем элементе.

Количество энергии, извлеченное из ядерного топлива, называется его выгоранием , которое выражается в количестве тепловой энергии, произведенной на исходную единицу веса топлива. Выгорание обычно выражается в мегаватт-днях тепла на метрическую тонну исходного тяжелого металла.

Ядерная безопасность [ править ]

Ядерная безопасность охватывает действия, предпринимаемые для предотвращения ядерных и радиационных аварий и инцидентов или ограничения их последствий. Ядерная энергетика повысила безопасность и производительность реакторов и предложила новые, более безопасные (но, как правило, непроверенные) конструкции реакторов, но нет гарантии, что реакторы будут спроектированы, построены и эксплуатироваться правильно. ^[45] Ошибки действительно случаются, и проектировщики реакторов в Фукусиме в Японии не ожидали, что цунами, вызванное землетрясением, выведет из строя резервные системы, которые должны были стабилизировать реактор после землетрясения, ^[46] несмотря на многочисленные предупреждения NRG и японское управление ядерной безопасности. ^{[ цитата необходима]} Согласно UBS AG, ядерная авария на Фукусиме I поставила под сомнение то, сможет ли даже такая развитая экономика, как Япония, справиться с ядерной безопасностью. ^[47] Также возможны катастрофические сценарии террористических атак. ^[45] Междисциплинарная группа из Массачусетского технологического института подсчитала, что, учитывая ожидаемый рост ядерной энергетики с 2005 по 2055 год, в этот период можно ожидать как минимум четырех серьезных ядерных аварий. ^[48]

Ядерные аварии [ править ]

Произошли серьезные, хотя и редкие, ядерные и радиационные аварии . К ним относятся авария SL-1 (1961 г.), авария на Три-Майл-Айленде (1979 г.), Чернобыльская катастрофа (1986 г.) и ядерная катастрофа на Фукусима-дайити (2011 г.). ^[50] атомная подводная лодка казусы включают K-19 реактора аварии (1961), ^[51] К-27 авария реактора (1968), ^[52] , и К-431 авария реактора (1985). ^[50]

Ядерные реакторы выводились на околоземную орбиту не менее 34 раз. В результате ряда инцидентов, связанных с запуском советской радиолокационной спутниковой системы RORSAT с беспилотным ядерным реактором, отработавшее ядерное топливо повторно попало в атмосферу Земли с орбиты. ^{[ необходима цитата ]}

Природные ядерные реакторы [ править ]

Почти два миллиарда лет назад в районе, ныне известном как Окло в Габоне , Западная Африка, собралась серия самоподдерживающихся ядерных «реакторов» деления . Условия в том месте и в то время позволили произойти естественному ядерному делению в условиях, аналогичных условиям в построенном ядерном реакторе. ^[53] Пятнадцать ископаемых реакторов естественного деления были обнаружены на трех отдельных рудных месторождениях уранового рудника Окло в Габоне. Впервые обнаруженные в 1972 году французским физиком Фрэнсисом Перреном , они все вместе известны как ископаемые реакторы Окло . Самоподдерживающееся деление ядерреакции происходили в этих реакторах примерно 1,5 миллиарда лет назад и длились несколько сотен тысяч лет, в среднем за это время выходная мощность составляла 100 кВт. ^[54] Концепция природного ядерного реактора была выдвинута еще в 1956 году Полом Куродой из Университета Арканзаса . ^{[55] [56]}

Такие реакторы больше не могут образовываться на Земле в ее нынешний геологический период. Радиоактивный распад ранее более распространенного урана-235 в течение сотен миллионов лет уменьшил долю этого естественного делящегося изотопа до уровня ниже количества, необходимого для поддержания цепной реакции с простой водой в качестве замедлителя.

Природные ядерные реакторы образовались, когда месторождение богатых ураном полезных ископаемых было затоплено грунтовыми водами, которые действовали как замедлитель нейтронов, и произошла сильная цепная реакция. Водяной замедлитель выкипает по мере усиления реакции, снова замедляя ее и предотвращая расплавление. Реакция деления поддерживалась в течение сотен тысяч лет с циклом от часов до нескольких дней.

Эти естественные реакторы активно изучаются учеными, интересующимися геологическими утилизациями радиоактивных отходов. Они предлагают тематическое исследование того, как радиоактивные изотопы мигрируют через земную кору. Это значительная область разногласий, поскольку противники захоронения геологических отходов опасаются, что изотопы из хранимых отходов могут попасть в водоснабжение или попасть в окружающую среду.

Выбросы [ править ]

Ядерные реакторы производят тритий в ходе нормальной работы, который в конечном итоге выбрасывается в окружающую среду в следовых количествах.

В качестве изотопа из водорода , тритий (Т) часто связывается с кислородом и образует Т 2 O . Эта молекула химически идентична H 2 O, поэтому она не имеет цвета и запаха, однако дополнительные нейтроны в ядрах водорода вызывают бета-распад трития с периодом полураспада 12,3 года. Несмотря на то, что его можно измерить, количество трития, выделяемого атомными электростанциями, минимально. По оценкам NRC США , человек, пьющий воду в течение одного года из колодца, загрязненного, как они считают, значительным разливом тритиевой воды, получит дозу радиации в 0,3 миллибэр. ^[57]Для сравнения, это на порядок меньше, чем 4 миллибэра, которые человек получает при перелете туда и обратно из Вашингтона, округ Колумбия, в Лос-Анджелес, что является следствием меньшей защиты атмосферы от высокоэнергетических космических лучей на больших высотах. ^[57]

Количество стронция-90, выбрасываемого атомными электростанциями при нормальной эксплуатации, настолько мало, что его невозможно обнаружить выше естественного радиационного фона. Обнаруживаемый стронций-90 в грунтовых водах и в окружающей среде в целом можно проследить до испытаний оружия, которые проводились в середине 20-го века (на их долю приходится 99% стронция-90 в окружающей среде) и чернобыльской аварии (на долю приходится оставшийся 1%). ). ^[58]

См. Также [ править ]

Ссылки [ править ]

Внешние ссылки [ править ]

Викискладе есть медиафайлы, связанные с ядерными реакторами .

• База данных по ядерным энергетическим реакторам - МАГАТЭ
• Урановая конференция добавляет обсуждение аварии в Японии
• Дебаты: является ли ядерная энергетика решением проблемы глобального потепления?
• Союз обеспокоенных ученых, озабоченность по поводу программы ядерных реакторов США
• Freeview Video «Атомные электростанции - в чем проблема» Лекция Джона Коллиера в Королевском институте, проведенная фондом Vega Science Trust.
• Институт ядерной энергии - Как это работает: производство электроэнергии
• Аннотированная библиография технологии ядерных реакторов из цифровой библиотеки Алсос
  • (на японском языке) ソ ヴ ィ エ ト 連邦 に お け る 用 原子 炉 の 開 発 と そ の 実 用